1

ENERGETYKA JĄDROWA

Energia reakcji jądrowych

Elektrownie jądrowe wytwarzają energię elektryczną z ciepła
wyzwalanego podczas rozszczepienia jąder atomów pierwiastków
ciężkich Źródłem ogromnych ilości energii wyzwalanej przy
rozszczepieniu jest tzw. defekt masy, polegający na tym, że masa
jądra jest zawsze mniejsza od sumy mas nukleonów tworzących
jądro.

A

n

p

m

m

N

m

Z

m













gdzie: Z – liczba protonów, N – liczba neutronów, m

A

– masa jądra.

Owa „brakująca” masa jest równoważna energii wiązania nukleonów
w jądrze zgodnie ze znanym wzorem

2

c

m

E

w







2

Wykres

Rys.7.1. Zależność energii wiązania
przypadającej na jeden nukleon od liczby
masowej jądra: 1) rozszczepienie, 2) synteza
termojądrowa

3

Reakcja łańcuchowa

4

Reakcja łańcuchowa

5

Reakcje rozszczepienia

W reakcjach rozszczepienia materiałem wyjściowym jest uran, który
występuje w przyrodzie w postaci naturalnej

energia

n

Xe

Sr

n

U













1

0

140

54

94

38

1

0

235

92

2

Energia użyteczna przy rozszczepianiu 1g izotopu uranu
wynosi

U

235

92

MWh

E

n

20

10

451

,

4

175

235

10

02

,

6

20

23















gdzie: A

v

= 6,02 .10

23

– liczba atomów w gramoatomie,

E

1

= 175 MeV – energia jednego rozszczepienia.

6

Reakcje rozszczepienia

Neutrony wyzwolone w reakcji mają energię ok. 2MeV,
jednak szybko ją tracą w zderzeniach, jeśli ich energia
spadnie poniżej 1,1 MeV mogą zostać przechwycone
przez uran powodując przemianę w sztuczny
izotop plutonu

Pu

Np

U

n

U

239

94

239

93

239

92

1

0

238

92





 















Jądra plutonu stanowią sztuczne paliwo
jądrowe, dla którego materiałem rodnym jest

U

238

92

Pu

239

94

Pu

239

94

U

238

92

7

Reaktory jądrowe budowa

8

Reaktory jądrowe budowa

9

Reaktory jądrowe

Reaktory jądrowe

1. Reaktory chłodzone wodą

b)  a/LWR – lekkowodne, w których paliwem jest niskowzbogacony
uran UO

2

(2,2-3,5%), chłodziwem jest lekka woda; istnieją dwa

rozwiązania :

     BWR – z wrzącą wodą - jest reaktorem o obiegu bezpośrednim,

woda chłodząca przepływa przez rdzeń, nad którym jest wytwarzana
para bezpośrednio napędzająca turbinę –cały układ reaktor - turbina
jest skażony.

     PWR – ciśnieniowy – o obiegu pośrednim, woda o temperaturze

320

o

C nie wrze ze względu na duże ciśnienie, para jest wytwarzana w

wytwornicy w obiegu wtórnym.

 

c)  b/HWR – z ciężką wodą w charakterze chłodziwa i moderatora,
paliwem jest naturalny dwutlenek uranu UO

2

, stąd wynika mała

gęstość mocy i duże rozmiary rdzenia.

10

Reaktory

2. Reaktory chłodzone wodą z moderatorem grafitowym

LWGR – jest reaktorem z wrzącą wodą – paliwo o niskim stopniu
wzbogacenia chłodzone jest za pomocą wody w kanałach
ciśnieniowych przechodzących przez moderator grafitowy – obieg
bezpośredni

3. Prędkie reaktory powielające FBR (Fast Breedar Reactor)

Reaktory

prędkie

wykorzystują

do

rozszczepienia

neutrony

wysokoenergetyczne bez spowalniania, stąd nie jest potrzebny
moderator. Paliwo stanowi mieszanina tlenków uranu i plutonu.
Ponieważ przekrój czynny na zderzenia wysokoenergetycznych
neutronów jest mały, wymagane jest duże stężenie rozszczepialnych
jąder – stąd małe wymiary rdzenia. W małym rdzeniu występuje duża
gęstość energii cieplnej i potrzebny jest czynnik chłodzący o wysokiej
pojemności cieplnej, najczęściej stosuje się ciekły sód.

11

Układy cieplne elektrowni jądrowych

Parametry pary wodnej zasilającej turbiny w elektrowniach
jądrowych są zwykle znacznie niższe niż parametry stosowane w
elektrowniach konwencjonalnych

12

Układy cieplne elektrowni jądrowych

Parametry pary wodnej zasilającej turbiny w elektrowniach
jądrowych są zwykle znacznie niższe niż parametry stosowane w
elektrowniach konwencjonalnych

Schemat układu cieplnego elektrowni z reaktorem
PWR

1

2

I

II

3

4

5

Ele Elektrownia z reaktorem PWR: 1)
reaktor, 2) wytwornica pary, 3)
turbozespół, 4) skraplacz, 5) pompy; I –
obieg skażony, II – obieg ‘czysty’

Parametry pary na wlocie do
turbiny: ciśnienie p = 2,8 – 7,5
MPa, temperatura t = 230 –
290

o

C.

Jest to para sucha nasycona bez
przegrzewu. Taka elektrownia
miała powstać w Żarnowcu, moc
cieplna 1325 MW, moc
elektryczna 413 MW, paliwo - 42
t uranu UO

2

wzbogaconego 3,5

%.

13

Elektrownia z reaktorem BWR

Reaktor z wrzącą wodą zamieniającą się w parę w górnej części
rdzenia. Układ jest prostszy, bo występuje tylko jeden obieg, ale w
układzie krąży skażona para i woda. Ciśnienie w tym reaktorze jest
niższe niż w PWR, ale parametry pary są wyższe. Rdzeń i zbiornik są
większe, ponieważ między prętami znajduje się para stąd muszą być
większe odległości, a nad rdzeniem musi być osuszacz pary.

Układ najbardziej zbliżony do elektrowni konwencjonalnej

1

2

3

4

5

6

Schemat układu elektrowni
z reaktorem BWR:1)
reaktor, 2) separator
wilgoci, 3) osuszacz pary,
4) turbozespół, 5)
skraplacz, 6) pompa

14

Elektrownia z reaktorem prędkim

Obieg cieplny składa się z trzech obiegów:
•obieg pierwotny, w którym krąży promieniotwórczy sód,
•obieg pośredniczący, w którym krąży sód ale nie promieniotwórczy,
•obieg parowy.

Jednym z najtrudniejszych w eksploatacji elementów elektrowni jest
sodowa wytwornica pary, ze względu na zagrożenie wystąpienia
reakcji sodu z wodą.

1

2

I

II

III

Schemat układu
elektrowni jądrowej z
reaktorem
powielającym: 2)
wymiennik ciepła sód-
sód, 3) wymiennik
ciepła sód-woda

15

Elektrownia z reaktorem prędkim

Sód jest bardzo dobrym chłodziwem, ale jest wysoce aktywny
chemicznie i w czasie napromieniowania neutronami ulega
aktywacji – stwarza to konieczność odizolowania sodu jako
chłodziwa od wody i pary napędzającej turbinę, stąd podwójne
obiegi sodowe – pierwotny promieniotwórczy (skażony) – wtórny
nie promieniotwórczy.

 

Rdzeń reaktora prędkiego jest otoczony płaszczem, z
naturalnego

lub

zubożonego

uranu,

wychwytującym

nadmiar neutronów, które pochłonięte przez

238

U powodują

przejście w pluton. Tak powstałe paliwo jest następnie
przetwarzane i pluton wraca w postaci prętów paliwowych do
reaktora, czyli występuje tu – jakby na marginesie cyklu
paliwowego – przetwarzanie

238

U w pluton i pomimo, że reaktor

wypala w rdzeniu

239

Pu, to jednocześnie wytwarza go w płaszczu i

ta zdolność powielania paliwa jest główną zaletą reaktora
prędkiego.

16

Bezpieczeństwo pracy elektrowni jądrowej

W czasie normalnej pracy elektrowni substancje promieniotwórcze
powstają głównie w paliwie jądrowym. Istnieją cztery bariery ochronne
uniemożliwiające rozprzestrzenianie się niebezpiecznych substancji, są
to:

1. sam materiał paliwowy zatrzymuje 99 % gazowych i 99,9 %
stałych produktów rozszczepiania,

2. koszulki elementów paliwowych o wymaganej szczelności,

3.

ściany

rurociągu

obiegu

pierwotnego

i

zbiornika

ciśnieniowego reaktora,

4. żelbetowa obudowa bezpieczeństwa obejmująca całość obiegu
pierwotnego

17

obudowy bezpieczeństwa

18

obudowy bezpieczeństwa

Pod pojęciem obudowy bezpieczeństwa rozumie się szczelny
budynek żelbetowy odporny na ciśnienie, jakie może wystąpić we
wnętrzu przy tzw. maksymalnej awarii projektowanej.

Obudowa jest wyposażona w specjalne urządzenia do redukcji
ciśnienia:

•1.     układ zraszania wodą wnętrza obudowy,
•2.     układ awaryjnego chłodzenia rdzenia,
•3.     układ wentylacji wewnętrznej.

Wewnątrz obudowy bezpieczeństwa w normalnych warunkach
panuje podciśnienie, dzięki czemu ewentualne "przecieki" nie
przedostają się na zewnątrz. Obudowa musi być odporna na
wstrząsy sejsmiczne, huragany, upadek samolotu itp

19

Reaktory termojądrowe

Reakcja syntezy

Duże ilości energii równoważne defektowi masy wydzielają się przy
syntezie pierwiastków lekkich. W reakcjach syntezy deuteru i trytu
otrzymujemy hel, neutron lub proton oraz odpowiednią ilość energii.

Typowe reakcje syntezy mogą przebiegać w następujący sposób:

MeV

n

He

D

T

MeV

p

T

D

D

MeV

n

He

D

D

6

,

17

4

25

,

3

1

0

4

2

2

1

3

1

1

1

3

1

2

1

2

1

1

0

3

2

2

1

2

1

























Ponieważ tryt nie występuje w warunkach naturalnych,
otrzymuje się go w reakcji

ale litu także jest bardzo mało

MeV

He

T

n

Li

8

,

4

4

2

3

1

1

0

6

3









20

Reaktory termojądrowe

Przekrój czynny na zderzenia, czyli prawdopodobieństwo zajścia
prostych reakcji syntezy w zależności od energii cząstek wykazuje,
że najłatwiej można zrealizować reakcję syntezy D-T.

Synteza dwu jąder deuteru daje w rezultacie jądro helu lub trytu,
które mogą dalej reagować tworząc reakcję łańcuchową.  

Reakcja syntezy D + T daje w efekcie około 7 razy więcej energii
niż rozszczepienie jądra uranu, około 7 MW dób (1 g Uranu 1

MW doba) energii 

Reakcji syntezy towarzyszy wydzielanie się ogromnych ilości
energii, jednakże jak na razie reakcje te nie przebiegają w sposób
kontrolowany ze względu na trudności techniczne.

21

Reaktory termojądrowe

Teoretyczna reakcja syntezy jest samopodtrzymująca, gdy jądra
osiągną energię kinetyczną rzędu 50 keV.

Ponieważ istnieje odpowiedniość energii i temperatury, która
głosi, że 1 keV energii kinetycznej odpowiada przyrostowi
temperatury o T = 1,16 10

7

K (jest to tzw. temperatura

kinetyczna), to oznacza, że aby reakcja była samopodtrzymująca
substancja musi się znajdować

w temperaturze kilkudziesięciu milionów K – jest to tzw. stan
plazmy wysokotemperaturowej, która polega na całkowitym
oddzieleniu elektronów od jąder.

22

Reaktor termojądrowy

Jest to urządzenie, w którym zachodzi kontrolowana i
samopodtrzymująca się reakcja syntezy. Jak do tej pory takiego
reaktora nie ma. Przewiduje się, że paliwem byłby deuter
otrzymywany z wody morskiej, co pozwoliłoby na korzystanie z
niewyczerpywalnego źródła energii.

Przypuszczalne parametry przyszłego reaktora;
      temperatura pracy T = 2 x 10

8

K

      koncentracja cząstek plazmy n  3 x 10

14-15

cm

-3

      czas utrzymania plazmy   0,1 – 1 s
      indukcja magnetyczna B = 20-150 x 10

3

T

      gęstość mocy p = 100 W/cm

3

•obciążenie cieplne ścian q ~ 1300 W/cm

2

23

Reaktory termojądrowe

Próbuje się zastosować technikę laserową do realizacji procesu
syntezy. Reakcja taka w termojądrowych reaktorach laserowych
przebiega w IV etapach:

1.   Kulka o masie 1 mg z mieszaniny D+T zostaje napromieniowana
wiązką z lasera, co powoduje intensywne parowanie powierzchni kulki
i powstaje korona plazmowa pochłaniająca światło.

2.   Przy dalszym nagrzewaniu następuje wrzenie powierzchni i
gwałtowne odparowanie około 70 % objętości – wytworzone ciśnienie
odrzutu przy odparowaniu powoduje zagęszczenie pozostałej części
do gęstości około 2 kg/cm

3

.

3.   Dalsze dostarczanie energii wywołuje falę uderzeniową i wzrost
temperatury odpowiadającej energii ok. 10 keV.

4.  
Wyłączenie lasera – zachodzi samoczynna reakcja syntezy – wydziela
się około 100 MJ energii, tzn. około 100 razy więcej niż moc lasera.

24

Zasada działanie reaktora

Schemat

działania

laserowego

reaktora

termojądrowego:

1) 1) pastylki D+T,
2) 2) okładzina z litu,
3) 3) zbiornik ciśnieniowy,
4) 4) zewnętrzna okładzina z litu,
5) 5) warstwa stopionego litu i berylu,
6) 6) promieniowanie laserowe,
7) 7) komora,
8) 8) skraplacz litu,
9) 9) pompa litu,
10) 10) wymiennik ciepła lit-woda,
11) 11) wylot wody,
12) 12) para,
13) 13) odzysk trytu,
14) 14) produkcja pastylek D+T

25

Zasady ochrony radiologicznej

• Promieniowanie jonizujące może stwarzać zagrożenia dla zdrowia

człowieka. Dlatego wykorzystując je, należy zachować właściwe środki

ostrożności, czyli przestrzegać zasad ochrony radiologicznej.

• Jedna z zasad ochrony radiologicznej mówi, że dawki otrzymywane przez

ludzi powinny być tak małe, jak to jest racjonalnie do osiągnięcia.

• Zgodnie z zaleceniami Międzynarodowej Komisji Ochrony Radiologicznej

(ICRP), dawka od źródeł innych niż naturalne i medyczne, dla osób nie

pracujących z urządzeniami jądrowymi, nie może przekroczyć 1 mSv w

ciągu roku.

Podstawowe zasady ochrony
radiologicznej, to:
-im krótszy czas przebywania w
pobliżu źródła
promieniowania tym mniejsza
dawka,
-im dalej od źródła
promieniowania
tym bezpieczniej,
-osłona osłabia promieniowanie.